Development of next generation innovative reactors in Japan

我が国における次世代革新炉の開発

The contents are Worldwide development of Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs), Nuclear energy policy in Japan, Development of SFRs in Japan, Thermal-hydraulic and safety related Research and Development (Analysis code development, Core deformation analysis, 1D-CFD simulation Severe accident analysis, Sodium-water reaction analysis, and Experimental facilities).

発表言語	:	English
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発表会議名	:	13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13)
開催年月	:	2024/11
開催都市	:	Seoul
開催国	:	Korea
キーワード	:	ナトリウム冷却高速炉; 炉心損傷事故; B $_{4}$ C

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論文解説 (JAEA R&D Navigator)	:
受委託・共同研究相手機関	:	経済産業省資源エネルギー庁

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登録番号 : BB20241468
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